核电站核岛内的大型压力容器,如蒸汽发生器、反应堆压力容器和稳压器等设备的壳体一般由专用的低合金钢经一定的卷制、焊接制成,而和核容器连接的各种管道大多采用奥氏体不锈钢,因此在实际核电站设备制造中就存在大量的奥氏体钢与低合金钢的焊接问题,异种钢焊缝的组织复杂,焊接难度也较大。为保证核电设备的制造质量、未来运行安全,异种钢焊接工作一般在设备制造厂完成施焊工作。制造厂先在壳体(或管座)上焊上一段不锈钢管,即核电设备的安全端。安全端作为核电站中蒸汽发生器等设备上的一种异种钢焊接结构,其焊接质量对核电站的安全运行起着至关重要的作用。最新设计的百万千瓦级核电站蒸汽发生器安全端,采用镍基690材料作为填充金属焊接,该材料在焊接工程实践中易发生焊接未熔合缺陷。本课题以百万千瓦级核电站蒸汽发生器入口接管安全端为分析研究对象,以断裂力学理论为理论基础,根据ASME第Ⅸ卷《核电厂部件在役检测规则》附录G推荐的方法,对接管安全端在假想缺陷下进行了强度分析。首先利用三维建模软件Pro/E建立实际结构的三维模型,之后选用国际通用的结构分析程序ANSYS ICEM软件进行有限元网格的划分,最后采用ANSYS软件对蒸汽发生器接管安全端两种缺陷位置的最大假想缺陷进行了强度分析,确定了缺陷位置处机械应力及热应力的分布情况,从而得出相应温度下的瞬态应力强度因子,通过与临界应力强度因子进行比较,可以得出:在本课题研究的工况下两处位置下存在的缺陷均不会引起结构发生断裂;在相同的结构下,在临近结构不连续处存在缺陷的工况,其结构的稳定性要低于在远离结构不连续处存在缺陷的工况,这种工况对核压力容器在正常工作时所产生的危害也越大,对于实际生产制造具有一定的指导意义。